NL8000125A - PROCESS FOR PREPARING A RADIOISOTOPIC LIQUID FOR RADIOPHARMACEUTICAL USE AND ISOTOPE GENERATOR SUITABLE FOR PREPARING THIS LIQUID - Google Patents
PROCESS FOR PREPARING A RADIOISOTOPIC LIQUID FOR RADIOPHARMACEUTICAL USE AND ISOTOPE GENERATOR SUITABLE FOR PREPARING THIS LIQUID Download PDFInfo
- Publication number
- NL8000125A NL8000125A NL8000125A NL8000125A NL8000125A NL 8000125 A NL8000125 A NL 8000125A NL 8000125 A NL8000125 A NL 8000125A NL 8000125 A NL8000125 A NL 8000125A NL 8000125 A NL8000125 A NL 8000125A
- Authority
- NL
- Netherlands
- Prior art keywords
- isotope
- adsorbent
- reservoir
- filter
- mother
- Prior art date
Links
- 239000007788 liquid Substances 0.000 title claims description 12
- 239000012217 radiopharmaceutical Substances 0.000 title claims description 10
- 229940121896 radiopharmaceutical Drugs 0.000 title claims description 10
- 230000002799 radiopharmaceutical effect Effects 0.000 title claims description 10
- 238000004519 manufacturing process Methods 0.000 title description 2
- 239000003463 adsorbent Substances 0.000 claims description 45
- 239000000463 material Substances 0.000 claims description 18
- 238000000034 method Methods 0.000 claims description 16
- 238000005341 cation exchange Methods 0.000 claims description 13
- 230000004992 fission Effects 0.000 claims description 12
- 239000011521 glass Substances 0.000 claims description 12
- 230000002285 radioactive effect Effects 0.000 claims description 12
- 239000003729 cation exchange resin Substances 0.000 claims description 10
- 239000011347 resin Substances 0.000 claims description 10
- 229920005989 resin Polymers 0.000 claims description 10
- NWUYHJFMYQTDRP-UHFFFAOYSA-N 1,2-bis(ethenyl)benzene;1-ethenyl-2-ethylbenzene;styrene Chemical compound C=CC1=CC=CC=C1.CCC1=CC=CC=C1C=C.C=CC1=CC=CC=C1C=C NWUYHJFMYQTDRP-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 9
- 239000002245 particle Substances 0.000 claims description 9
- 239000003480 eluent Substances 0.000 claims description 6
- NUJOXMJBOLGQSY-UHFFFAOYSA-N manganese dioxide Chemical compound O=[Mn]=O NUJOXMJBOLGQSY-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 6
- 239000000126 substance Substances 0.000 claims description 6
- 239000004698 Polyethylene Substances 0.000 claims description 5
- 230000002378 acidificating effect Effects 0.000 claims description 5
- 150000002500 ions Chemical class 0.000 claims description 5
- -1 polyethylene Polymers 0.000 claims description 5
- 229920000573 polyethylene Polymers 0.000 claims description 5
- 229950009740 molybdenum mo-99 Drugs 0.000 claims description 4
- 229910052708 sodium Inorganic materials 0.000 claims description 3
- ZOKXTWBITQBERF-AKLPVKDBSA-N Molybdenum Mo-99 Chemical group [99Mo] ZOKXTWBITQBERF-AKLPVKDBSA-N 0.000 claims description 2
- 239000003365 glass fiber Substances 0.000 claims description 2
- 238000000926 separation method Methods 0.000 claims description 2
- TWNQGVIAIRXVLR-UHFFFAOYSA-N oxo(oxoalumanyloxy)alumane Chemical group O=[Al]O[Al]=O TWNQGVIAIRXVLR-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims 1
- 238000010828 elution Methods 0.000 description 24
- 239000000243 solution Substances 0.000 description 10
- ZOKXTWBITQBERF-UHFFFAOYSA-N Molybdenum Chemical compound [Mo] ZOKXTWBITQBERF-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 7
- 229910052750 molybdenum Inorganic materials 0.000 description 7
- 239000011733 molybdenum Substances 0.000 description 7
- HEMHJVSKTPXQMS-UHFFFAOYSA-M Sodium hydroxide Chemical compound [OH-].[Na+] HEMHJVSKTPXQMS-UHFFFAOYSA-M 0.000 description 6
- FAPWRFPIFSIZLT-UHFFFAOYSA-M Sodium chloride Chemical compound [Na+].[Cl-] FAPWRFPIFSIZLT-UHFFFAOYSA-M 0.000 description 5
- 229920001467 poly(styrenesulfonates) Polymers 0.000 description 5
- 230000005855 radiation Effects 0.000 description 5
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 5
- 239000011734 sodium Substances 0.000 description 4
- 230000000694 effects Effects 0.000 description 3
- 239000012535 impurity Substances 0.000 description 3
- 238000002372 labelling Methods 0.000 description 3
- 239000011572 manganese Substances 0.000 description 3
- 238000001179 sorption measurement Methods 0.000 description 3
- 229910052712 strontium Inorganic materials 0.000 description 3
- KCXVZYZYPLLWCC-UHFFFAOYSA-N EDTA Chemical compound OC(=O)CN(CC(O)=O)CCN(CC(O)=O)CC(O)=O KCXVZYZYPLLWCC-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- 229910017963 Sb2 S3 Inorganic materials 0.000 description 2
- 239000011324 bead Substances 0.000 description 2
- 239000002775 capsule Substances 0.000 description 2
- 239000000356 contaminant Substances 0.000 description 2
- 238000002474 experimental method Methods 0.000 description 2
- 239000011491 glass wool Substances 0.000 description 2
- 230000036512 infertility Effects 0.000 description 2
- 239000002504 physiological saline solution Substances 0.000 description 2
- 238000011045 prefiltration Methods 0.000 description 2
- 238000000746 purification Methods 0.000 description 2
- 239000002002 slurry Substances 0.000 description 2
- 239000011684 sodium molybdate Substances 0.000 description 2
- 235000015393 sodium molybdate Nutrition 0.000 description 2
- TVXXNOYZHKPKGW-UHFFFAOYSA-N sodium molybdate (anhydrous) Chemical compound [Na+].[Na+].[O-][Mo]([O-])(=O)=O TVXXNOYZHKPKGW-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- 238000003860 storage Methods 0.000 description 2
- 229910052713 technetium Inorganic materials 0.000 description 2
- GKLVYJBZJHMRIY-UHFFFAOYSA-N technetium atom Chemical compound [Tc] GKLVYJBZJHMRIY-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- 238000005406 washing Methods 0.000 description 2
- 229910052684 Cerium Inorganic materials 0.000 description 1
- 229910052693 Europium Inorganic materials 0.000 description 1
- QXZQCEHVJRTSKD-UHFFFAOYSA-N OP1(=O)OCCOP(O1)=O Chemical compound OP1(=O)OCCOP(O1)=O QXZQCEHVJRTSKD-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 229910052768 actinide Inorganic materials 0.000 description 1
- 150000001255 actinides Chemical class 0.000 description 1
- 230000002411 adverse Effects 0.000 description 1
- 229910052782 aluminium Inorganic materials 0.000 description 1
- XAGFODPZIPBFFR-UHFFFAOYSA-N aluminium Chemical compound [Al] XAGFODPZIPBFFR-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- PNEYBMLMFCGWSK-UHFFFAOYSA-N aluminium oxide Inorganic materials [O-2].[O-2].[O-2].[Al+3].[Al+3] PNEYBMLMFCGWSK-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 238000004458 analytical method Methods 0.000 description 1
- 229910052788 barium Inorganic materials 0.000 description 1
- 230000015572 biosynthetic process Effects 0.000 description 1
- 239000005388 borosilicate glass Substances 0.000 description 1
- 229940023913 cation exchange resins Drugs 0.000 description 1
- 125000002091 cationic group Chemical group 0.000 description 1
- ZMIGMASIKSOYAM-UHFFFAOYSA-N cerium Chemical compound [Ce][Ce][Ce][Ce][Ce][Ce][Ce][Ce][Ce][Ce][Ce][Ce][Ce][Ce][Ce][Ce][Ce][Ce][Ce][Ce][Ce][Ce][Ce][Ce][Ce][Ce][Ce][Ce][Ce][Ce][Ce][Ce][Ce][Ce][Ce][Ce][Ce][Ce] ZMIGMASIKSOYAM-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 239000003795 chemical substances by application Substances 0.000 description 1
- 238000004587 chromatography analysis Methods 0.000 description 1
- 150000001875 compounds Chemical class 0.000 description 1
- 238000009826 distribution Methods 0.000 description 1
- 239000003814 drug Substances 0.000 description 1
- 230000002349 favourable effect Effects 0.000 description 1
- 239000000835 fiber Substances 0.000 description 1
- 229910052746 lanthanum Inorganic materials 0.000 description 1
- 229910052751 metal Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000002184 metal Substances 0.000 description 1
- MEFBJEMVZONFCJ-UHFFFAOYSA-N molybdate Chemical class [O-][Mo]([O-])(=O)=O MEFBJEMVZONFCJ-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 230000007935 neutral effect Effects 0.000 description 1
- 239000000825 pharmaceutical preparation Substances 0.000 description 1
- 229920003023 plastic Polymers 0.000 description 1
- 239000004033 plastic Substances 0.000 description 1
- 239000004417 polycarbonate Substances 0.000 description 1
- 229920000515 polycarbonate Polymers 0.000 description 1
- 238000002360 preparation method Methods 0.000 description 1
- 238000002203 pretreatment Methods 0.000 description 1
- 102000004169 proteins and genes Human genes 0.000 description 1
- 108090000623 proteins and genes Proteins 0.000 description 1
- VBHKTXLEJZIDJF-UHFFFAOYSA-N quinalizarin Chemical compound C1=CC(O)=C2C(=O)C3=C(O)C(O)=CC=C3C(=O)C2=C1O VBHKTXLEJZIDJF-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 230000005258 radioactive decay Effects 0.000 description 1
- 239000012857 radioactive material Substances 0.000 description 1
- 239000012266 salt solution Substances 0.000 description 1
- 239000011780 sodium chloride Substances 0.000 description 1
- 230000001954 sterilising effect Effects 0.000 description 1
- CIOAGBVUUVVLOB-UHFFFAOYSA-N strontium atom Chemical compound [Sr] CIOAGBVUUVVLOB-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 231100000331 toxic Toxicity 0.000 description 1
- 230000002588 toxic effect Effects 0.000 description 1
- 229910052726 zirconium Inorganic materials 0.000 description 1
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21G—CONVERSION OF CHEMICAL ELEMENTS; RADIOACTIVE SOURCES
- G21G1/00—Arrangements for converting chemical elements by electromagnetic radiation, corpuscular radiation or particle bombardment, e.g. producing radioactive isotopes
- G21G1/0005—Isotope delivery systems
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21G—CONVERSION OF CHEMICAL ELEMENTS; RADIOACTIVE SOURCES
- G21G1/00—Arrangements for converting chemical elements by electromagnetic radiation, corpuscular radiation or particle bombardment, e.g. producing radioactive isotopes
- G21G1/04—Arrangements for converting chemical elements by electromagnetic radiation, corpuscular radiation or particle bombardment, e.g. producing radioactive isotopes outside nuclear reactors or particle accelerators
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21G—CONVERSION OF CHEMICAL ELEMENTS; RADIOACTIVE SOURCES
- G21G1/00—Arrangements for converting chemical elements by electromagnetic radiation, corpuscular radiation or particle bombardment, e.g. producing radioactive isotopes
- G21G1/001—Recovery of specific isotopes from irradiated targets
- G21G2001/0042—Technetium
Landscapes
- Chemical & Material Sciences (AREA)
- Chemical Kinetics & Catalysis (AREA)
- General Chemical & Material Sciences (AREA)
- Physics & Mathematics (AREA)
- Engineering & Computer Science (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Medicines Containing Antibodies Or Antigens For Use As Internal Diagnostic Agents (AREA)
- Medicines That Contain Protein Lipid Enzymes And Other Medicines (AREA)
- Investigating Or Analysing Biological Materials (AREA)
- Compounds Of Alkaline-Earth Elements, Aluminum Or Rare-Earth Metals (AREA)
Description
* % * CIL 0104 BYK-MALLINCKRODT CIL B.V. te Petten*% * CIL 0104 BYK-MALLINCKRODT CIL B.V. in Petten
Werkwijze ter bereiding van een een radioisotoop bevattende vloeistof voor radiofarmaceutische toepassing en isotopengenerator geschikt om deze vloeistof te bereiden.A method of preparing a radioisotope-containing liquid for radiopharmaceutical use and an isotope generator suitable for preparing this liquid.
De uitvinding heeft betrekking op een werkwijze ter bereiding van een een radioisotoop bevattende vloeistof voor radiofarmaceutische toepassing, door uit een moederisotoop, die aan een adsorptiemiddel is geadsorbeerd, een radioactief dochterisotoop te elueren met behulp van een 5 fysiologische oplossing. De uitvinding heeft eveneens betrekking op een isotopengeneratorsysteem, dat geschikt is om de hiervoor beschreven werkwijze toe te passen, alsmede op een reservoir voor dit generatorsysteem.The invention relates to a method of preparing a radioisotope-containing liquid for radiopharmaceutical use by eluting a radioactive daughter isotope from a mother isotope adsorbed on an adsorbent using a physiological solution. The invention also relates to an isotope generator system suitable for applying the above-described method, as well as to a reservoir for this generator system.
Radioisotopen met een halveringstijd tot 10 enkele dagen worden in de geneeskunde voor diagnostische doeleinden toegepast. Om beschadiging van de weefsels door straling zoveel mogelijk te beperken verdient het de voorkeur gebruik te maken van radioisotopen, die alleen gammastraling uitzenden.Radioisotopes with a half-life of up to 10 several days are used in medicine for diagnostic purposes. In order to minimize damage to the tissues by radiation, it is preferable to use radioisotopes which only emit gamma radiation.
De radioisotoop is een zuivere gammastraler en heeft een 15 relatief korte halveringstijd. Daarom is deze isotoop bij uitstek geschikt om als diagnosticum te worden toegepast. Hierbij kan de radioactieve technetiumisotoop als zodanig worden toegepast, maar ook gebruikt worden om andere stoffen zoals eiwitten radioactief te merken. De ”1^ lsotoop ontstaat door radio- 20 800 0 1 25 99 -2- actief verval van de moederisotoop Mo. Het is bekend, bijvoorbeeld uit de Nederlandse octrooiaanvrage 7302304, de moeder-isotoop in de vorm van een molybdaat aan een geschikt adsorp-tiemiddel te adsorberen en vervolgens de dochterisotoop ^^c met een fysiologische zoutoplossing te elueren. Een apparaat, 5 dat geschikt is voor het op deze wijze produceren van een bevattende vloeistof, is een isotopengenerator, zoals eveneens beschreven in eerder genoemde Nederlandse octrooiaanvrage 7302304.The radioisotope is a pure gamma emitter and has a relatively short half-life. Therefore, this isotope is ideally suited for use as a diagnostic. The radioactive technetium isotope can be used as such, but it can also be used to radiolabel other substances such as proteins. The '1 ^ l isotope is created by radioactive decay of the mother isotope Mo. It is known, for example from Dutch patent application 7302304, to adsorb the parent isotope in the form of a molybdate to a suitable adsorbent and then to elute the daughter isotope with a physiological salt solution. An apparatus suitable for producing a containing liquid in this way is an isotope generator, as also described in the aforementioned Dutch patent application 7302304.
Door de snelle ontwikkeling van de 10 radiodiagnostiek gedurende de laatste tien jaren is er behoefte ontstaan aan een een radioisotoop bevattende vloeistof voor radiofarmaceutische toepassing, die een hogere concentratie aan radioactief materiaal en een grotere chemische zuiverheid bezit dan de thans toegepaste radiodiagnostica. Het huidige ^mtechne- 15 tium-eluaat wordt in een isotopen-generator geproduceerd uit in een kernreactor bestraald natuurlijk of verrijkt molybdeen.The rapid development of radio diagnostics over the past ten years has created a need for a radioisotope-containing liquid for radiopharmaceutical use that has a higher concentration of radioactive material and greater chemical purity than the currently used radio diagnostics. The current techium eluate is produced in an isotope generator from natural or enriched molybdenum irradiated in a nuclear reactor.
9999
De radioactieve isotoop Mo is in dit product in zeer geringe concentratie aanwezig; het grootste deel bestaat uit niet-radio-actief molybdeen en dient als drager voor Mo. 20The radioactive isotope Mo is present in this product in very low concentration; the majority consists of non-radioactive molybdenum and serves as a carrier for Mo. 20
De afmetingen van de in een generator te gebruiken kolom met adsorptiemiddel voor de moederisotoop zijn beperkt, omdat een te omvangrijke kolom niet meer doelmatig kan worden geëlueerd.The dimensions of the column with adsorbent for the mother isotope to be used in a generator are limited, because an excessively large column can no longer be eluted efficiently.
Dit geldt in het bijzonder bij het onttrekken van kleinere elutievolumina aan de kolom, die nodig zijn voor bepaalde doel- 25 einden waarbij een hogere isotoopconcentratie is vereist. Doordat er beperkingen zijn gesteld aan de omvang van de kolom en aan de adsorptiecapaciteit van het adsorptiemiddel, kan er slechts relatief weinig moederisotoop in de generator aanwezig zijn, waardoor met de tot dusverre bekende isotopengeneratoren 30 de vereiste hoge concentratie aan radioactiviteit in het eluaat niet kan worden bereikt.This is especially true when withdrawing smaller elution volumes from the column, which are required for certain purposes where a higher isotope concentration is required. Because restrictions are imposed on the size of the column and on the adsorption capacity of the adsorbent, only relatively little mother isotope can be present in the generator, as a result of which the required high concentration of radioactivity in the eluate cannot be achieved with the isotope generators known to date. are being reached.
Inmiddels zijn op een andere wijze geproduceerde radioactieve isotopen, zoals radioactief molybdeen en cerium, ter beschikking gekomen, namelijk door 35 99 een kernsplijtingsreactie. Zo wordt molybdeen door kernsplij- 235 235 ting verkregen uit U; U wordt in een kernreactor bestraald 1 80 0 0 1 25 9 met neutronen, waarna Mo door een chemisch scheidingsproces % * -3- van de andere splijtingsproducten kan worden bevrijd. Een door kernsplijting verkregen radioisotoop wordt gezuiverd tot een aanvaardbare mate van radionuclidische zuiverheid, maar bevat toch nog sporen van verontreinigingen zoals i:L^Cd, ^^Cs, 140τ 156„ 89„ 90_ 95, 140D ,...,Meanwhile, radioactive isotopes produced in a different manner, such as radioactive molybdenum and cerium, have become available, namely through a nuclear fission reaction. For example, molybdenum is obtained from U by nuclear fission; You are irradiated with neutrons in a nuclear reactor 1 80 0 0 1 25 9, after which Mo can be liberated from the other fission products by a chemical separation process% * -3-. A fission-derived radioisotope is purified to an acceptable degree of radionuclidean purity, yet still contains traces of contaminants such as: L ^ Cd, ^ ^ Cs, 140τ 156, 89, 90, 95, 140D, ...,
La, Eu, Sr, Sr, Zr, Ba en actimden. 5La, Eu, Sr, Sr, Zr, Ba and actimden. 5
Behalve gaiamastraling, die de meeste van deze radioisotopen uitzenden, zenden deze verontreinigingen ook corpusculaire straling, nl. alpha- of betastraling uit. Deze ajlpha- of beta-stralers zijn in farmaceutische preparaten zeer ongewenst, omdat ze de weefsels ernstig kunnen aantasten; daarbij worden 10 de strontiumisotopen en actiniden als het meest toxisch beschouwd.In addition to gaiama radiation, which most of these radioisotopes emit, these contaminants also emit particulate radiation, namely alpha or beta radiation. These ajlpha or beta radiators are very undesirable in pharmaceutical preparations because they can seriously affect the tissues; the strontium isotopes and actinides are considered to be the most toxic.
Het is nu gebleken, dat een voor radio-farmaceutische toepassing geschikte radioisotoop bevattende vloeistof in een hoge opbrengst geproduceerd kan worden door 15 elutie van een aan een geschikt adsorptiemiddel geadsorbeerd moederisotoop, die door kernsplijting is verkregen, wanneer het een dochterisotoop bevattende eluaat gezuiverd wordt met behulp van een kationen uitwisselend' materiaal, bij voorkeur een kat-ionen uitwisselende hars. Voor dit doel zijn in het bijzonder 20 geschikt sterk zure kationen uitwisselende harsen die geneutraliseerd zijn,met een deeltjesgrootte van bijvoorbeeld 50-400 mesh, bij voorkeur 100-200 mesh. Als voorbeeld van een voor dit doel geschikte hars kan genoemd worden Dowex of Bio-Rad 50W-X8.It has now been found that a radioisotope-containing liquid suitable for radio-pharmaceutical use can be produced in high yield by eluting a mother isotope adsorbed on a suitable adsorbent, which has been obtained by nuclear fission when the daughter isotope-containing eluate is purified with using a cation exchange material, preferably a cat ion exchange resin. Particularly suitable for this purpose are strongly acidic cation exchange resins which have been neutralized, with a particle size of, for example, 50-400 mesh, preferably 100-200 mesh. As an example of a resin suitable for this purpose can be mentioned Dowex or Bio-Rad 50W-X8.
Deze sterk zure harsen worden bij voorkeur geneutraliseerd door 25 ze met NaOH, KOH of NH.OH te behandelen en vervolgens met water ψ ·}· 4* te wassen? op deze wijze worden ze in de Na , K of NH^ vorm omgezet.These strongly acidic resins are preferably neutralized by treating them with NaOH, KOH or NH.OH and then washing with water 4 ·} · 4 *? in this way they are converted into the Na, K or NH 2 form.
Uit Int. J. Appl. Rad. Isotopes 1978,From Int. J. Appl. Rad. Isotopes 1978,
Vol. 29, pp. 91-96, is bekend, dat de hars Dowex 50W-X8 in de 30 + 90 90Full. 29, pp. 91-96, it is known that the resin Dowex 50W-X8 in the 30 + 90 90
Na vorm gebruikt kan worden voor het scheiden van Y van Sr.After mold can be used to separate Y from Sr.
Onder de in dit artikel aangegeven reactieomstandigheden, nl.Under the reaction conditions specified in this article, viz.
in aanwezigheid van een geringe hoeveelheid EDTA, werd de in- 90 vloed van de pH op de adsorptie van Sr bepaald. Uit de resul- 90 taten blijkt, dat Sr aan Dowex 50 hars wordt geadsorbeerd bij 35 een pH van 1,5-5,5 , maar niet bij een pH van 7,0. De concentra- 90 tie van EDTA had geen invloed op de adsorptie van Sr.in the presence of a small amount of EDTA, the influence of the pH on the adsorption of Sr was determined. The results show that Sr is adsorbed on Dowex 50 resin at a pH of 1.5-5.5, but not at a pH of 7.0. The concentration of EDTA did not affect the adsorption of Sr.
Deze resultaten geven aanleiding te veronderstellen, dat Dowex 90 50 hars niet geschikt is om Sr uit een voor farmaceutische 80 0 0 1 25 ί * -4- toepassing geschikte oplossing, nl. een ongeveer neutrale fysiologische zoutoplossing, te adsorberen. Geheel tegen de verwachting is echter gebleken, dat een kationen uitwisselende hars, in het bijzonder een sterk zure kationen uitwisselende hars zo- 4* 4* als Dowex of Bio-Rad 50W-X8, die omgezet is in de Na , K of 5 NH.+ vorm, bijzonder geschikt is om ^^Tc, dat geproduceerd is ** 99 uit door kernsplijting verkregen Mo, te zuiveren, zodat een voor radiofarmaceutische toepassing geschikte ^^Tc bevattende oplossing wordt verkregen met een buitengewoon hoge chemische, radiochemische en radionuclidische zuiverheid. 10These results give reason to suppose that Dowex 90 50 resin is not suitable for adsorbing Sr from a solution suitable for pharmaceutical use, namely an approximately neutral physiological saline solution. However, contrary to expectations, it has been found that a cation exchange resin, in particular a strongly acidic cation exchange resin such as 4 * 4 * such as Dowex or Bio-Rad 50W-X8, which has been converted into the Na, K or 5 NH + form, is particularly suitable for purifying ^ Tc produced ** 99 from nuclear fission Mo, yielding a solution containing ^ tc suitable for radiopharmaceutical use with extremely high chemical, radiochemical and radionuclide purity . 10
Uit de eerder genoemde Nederlandse octrooiaanvrage 7302304 is als adsorbens voor de moederisotoop 99From the aforementioned Dutch patent application 7302304 99 is used as adsorbent for the mother isotope
Mo aluminiumoxide bekend, dat geheel of gedeeltelijk gehydra- teerd mangaandioxide bevat. Het is gebleken, dat dit materiaal ook bij uitstek geschikt is als adsorptiemiddel voor het geheel 15 * 99 of in hoofdzaak molybdeendrager-vrije Mo, dat door kernsplij ting is verkregen. Dit ligt niet zonder meer voor de hand, omdat het in het laatste geval gaat om uiterst kleine hoeveelheden geadsorbeerd molybdeen, dat bovendien ongewenste verontreinigingen bevat. Het gewenste optimale elutierendement is sterk 20 afhankelijk van aard en hoeveelheid van het te elueren resp. geadsorbeerde materiaal, het adsorptiemiddel en het elutiemiddel, en het is algemeen bekend, dat geringe verschillen dit subtiele evenwicht gemakkelijk kunnen verstoren, waardoor hetzij een minder optimaal elutierendement hetzij een ongewenst elutie- 25 patroon zou kunnen worden verkregen.Mo known alumina, which contains partially or fully hydrated manganese dioxide. It has been found that this material is also eminently suitable as an adsorbent for the whole of 15 * 99 or essentially molybdenum carrier-free Mo, which has been obtained by nuclear fission. This is not obvious, because in the latter case it concerns extremely small amounts of adsorbed molybdenum, which also contains undesired impurities. The desired optimum elution efficiency strongly depends on the nature and amount of the eluant to be eluted or reacted. adsorbed material, the adsorbent and the eluent, and it is well known that slight differences can easily disturb this subtle equilibrium, whereby either a less optimal elution efficiency or an undesired elution pattern could be obtained.
Het zal uit het voorgaande duidelijk zijn, dat de werkwijze volgens de uitvinding bij voorkeur zal worden toegepast in een isotopengeneratorsysteem. Onder een iso-topengeneratorsysteem wordt verstaan de eigenlijk isotopengene- 30 rator, voorzien van een aansluiting op een reservoir met elutiemiddel en van een eluaatleiding, en omsloten door een generator-huis. Een dergelijk systeem wordt, ook wel "koe" genoemd. De uitvinding heeft derhalve ook betrekking op een generatorsysteem, waarvan de isotopengenerator een reservoir bevat, dat voorzien 35 is van een aanvoermogelijkheid voor het elutiemiddel en een af-voermogelijkheid voor het eluaat, en waarin zich het adsoxptie-middel voor de moederisotoop bevindt. Een dergelijke generator 800 0 1 25 « * -5- is bekend, bijvoorbeeld uit de eerder genoemde Nederlandse octrooiaanvrage 730230.4. De generator volgens de uitvinding bevat evenwel een door kernsplijting verkregen radioisotoop en een kationen uitwisselend materiaal.It will be clear from the foregoing that the method according to the invention will preferably be applied in an isotope generator system. An isotope generator system is understood to mean the actual isotope generator, provided with a connection to a reservoir with eluant and an eluate line, and enclosed by a generator housing. Such a system is also called "cow". The invention therefore also relates to a generator system, the isotope generator of which contains a reservoir, which is provided with an inlet for the eluent and an outlet for the eluate, and which contains the adoxoxising agent for the mother isotope. Such a generator 800 0 1 25 * -5- is known, for example from the aforementioned Dutch patent application 730230.4. The generator according to the invention, however, contains a nuclear fission-derived radioisotope and a cation exchange material.
Omdat de door kernsplijting verkregen radioisotoop geheel of 5 in hoofdzaak dragervrij, is een kleine hoeveelheid adsorptie-middel voor de moederisotoop ruim voldoende. Daardoor kan de omvang van het generatorsysteem sterk worden gereduceerd, waardoor het apparaat gemakkelijker te hanteren is, zowel bij gebruik (in ziekenhuis of klinisch laboratorium moet het generator- 10 systeem regelmatig worden verwisseld), alsook bij assemblage door de producent. Het is van groot voordeel, dat in het generatorsysteem volgens de uitvinding ook het kationen uitwisselende materiaal aanwezig is. Hierdoor kan in de generator zelf het eluaat worden gezuiverd, waardoor de aan de generator onttrokken 15 radioactieve dochterisotoop bevattende vloeistof een grote chemische en radionuclidische zuiverheid bezit, dus direct geschikt is voor radiofarmaceutische toepassing. Derhalve is een zuivering van het eluaat achteraf, dus nadat het de generator heeft verlaten, overbodig. Een dergelijke zuivering achteraf is zelfs 20 in het algemeen onmogelijk of op zijn minst ongewenst, omdat het verkregen dochterisotoop doorgaans een te korte halveringstijd heeft om een dergelijke nabehandeling fee kunnen doorstaan, alsook omdat uit veiligheidsoverwegingen een nabehandeling in een ziekenhuis of klinisch laboratorium, waar daartoe geëigende 25 hulpmiddelen ontbreken, niet in aanmerking kan komen.Because the radioisotope obtained by nuclear fission is completely or completely carrier-free, a small amount of adsorbent for the mother isotope is more than sufficient. As a result, the size of the generator system can be greatly reduced, making the device easier to handle, both during use (in hospital or clinical laboratory, the generator system must be changed regularly), as well as during assembly by the manufacturer. It is of great advantage that the generator system according to the invention also contains the cation exchange material. As a result, the eluate can be purified in the generator itself, so that the radioactive daughter isotope-containing liquid withdrawn from the generator has a high chemical and radionuclideic purity, so is directly suitable for radiopharmaceutical use. Therefore, subsequent purification of the eluate, i.e. after it has left the generator, is unnecessary. Such post-purification is even generally impossible or at least undesirable, because the daughter isotope obtained usually has too short a half-life to withstand such an after-treatment fee, and because for safety reasons an after-treatment in a hospital or clinical laboratory, for which purpose appropriate 25 tools are missing, may not be eligible.
Het is gebruikelijk het adsorptiemiddel voor de moederisotoop in het reservoir van het generatorsysteem op te sluiten tussen twee filters. Bij de belading van het adsorptiemiddel met de radioactieve moederisotoop wordt een oplos- 30 sing van deze isotoop aan één zijde van het reservoir toegelaten.It is common practice to enclose the parent isotope adsorbent in the reservoir of the generator system between two filters. When the adsorbent is loaded with the radioactive mother isotope, a solution of this isotope is allowed on one side of the reservoir.
Veelal wordt aan deze zijde glaswol of glasparels als filter-materiaal gebruikt. Glasparels veroorzaken echter kanaalvorming in het adsorptiemiddel en daardoor een inefficiënte belading en een ongelijkmatige verdeling van de moederisotoop over het ad- 35 sorptiemiddel. Glaswol bemoeilijkt dikwijls de belading door een te grote weerstand en heeft bovendien,Xde neiging een weinig moederisotoop te adsorberen, Dit laatste is zeer bezwaarlijk, x zoals ook kunst — stoffen, bv. polyethyleen, 800 0 1 25 ♦ » -6- omdat deze hoeveelheid niet aan het adsorptiemiddel geadsorbeerde moederisotoop bij elutie van de generator in het eluaat terecht komt.Glass wool or glass beads are often used as filter material on this side. Glass beads, however, cause channel formation in the adsorbent and thereby inefficient loading and uneven distribution of the parent isotope over the adsorbent. Glass wool often complicates the loading due to too great a resistance and, moreover, X tends to adsorb a little mother isotope. The latter is very objectionable, as are also plastics, eg polyethylene, 800 0 1 25 ♦ »-6-. amount of mother isotope not adsorbed on the adsorbent enters the eluate upon elution of the generator.
Als een bijzonder aspect van de uitvinding werd nu gevonden, dat bovengenoemde bezwaren kunnen worden weggenomen door het 5 filter aan die zijde van het generatorreservoir, waar bij de belading van het adsorptiemiddel de oplossing van de moederisotoop wordt ingelaten, te doen bestaan uit gesinterd glas. Het is gebleken, dat bij toepassing van een dergelijk filter, dat x zeer gemakkelijk een efficiënte en homogene belading 10 van het adsorptiemiddel kan worden bereikt, terwijl door het filter geen moederisotoop wordt geadsorbeerd.As a special aspect of the invention, it has now been found that the abovementioned drawbacks can be overcome by making the filter on that side of the generator reservoir, where the adsorbent is charged, the solution of the mother isotope, consisting of sintered glass. It has been found that when such a filter is used, x can very easily achieve an efficient and homogeneous loading of the adsorbent, while no mother isotope is adsorbed by the filter.
Het generatorsysteem volgens de uitvinding is bij voorkeur zodanig uitgevoerd, dat zowel de kat-ionen uitwisselende hars alsook het adsorptiemiddel voor de 15 moederisotoop zich in hetzelfde reservoir bevinden. In deze uitvoeringsvorm, waarin de omvang van de generator tot een minimum kan worden beperkt en een optimale zuiverheid van het radio-farmaceutïsche preparaat kan worden bereikt, komen eerdergenoemde voordelen nog beter tot hun recht, terwijl ook de produc- 20 tiekosten zo laag mogelijk gehouden kunnen worden.The generator system according to the invention is preferably designed such that both the cat ion exchange resin and the adsorbent for the mother isotope are located in the same reservoir. In this embodiment, in which the size of the generator can be kept to a minimum and an optimum purity of the radio-pharmaceutical preparation can be achieved, the aforementioned advantages are even better reflected, while also the production costs are kept as low as possible. could be.
In een verdere voorkeursuitvoering is het reservoir, dat zowel de kationen uitwisselende hars als het adsorptiemiddel voor de moederisotoop bevat, verdeeld in twee compartimenten, die van elkaar gescheiden zijn door een filter, 25 waarvan de omtrek aansluit aan de binnenwand van het reservoir, waarbij zich in het ene compartiment, dat voorzien is van een aanvoermogelijkheid voor het elutiemidel, tussen aanvoermogelijk-'heid en scheidingsfilter het adsorptiemiddel voor de moederisotoop bevindt, welk·adsorptiemidel is opgesloten tussen het eerderge- 30 noemde filter van gesinterd glas en het scheidingsfilter, en waarbij zich in het andere compartiment, dat voorzien is van een afvoermogelijkheid voor het eluaat, tussen scheidingsfilter en afvoermogelijkheid het kationen uitwisselende materiaal bevindt, terwijl de ruimte tussen de adsorptiemiddeldeeltjes en tussen 35 de deeltjes van de ionenwisselaar is opgevuld met een fysiologische oplossing. Een voor dit doel geschikt scheidingsfilter bestaat uit twee elkaar geheel of nagenoeg geheel bedekkende filterschijven, waarvan de aan het adsorptiemiddel grenzende x vanzelfsprekend ook kan worden gebruikt in de thans bekende isotopengeneratoren, 8000125 • · -7- schijf bestaat uit glasvezelpapier, bij voorbeeld een millipore pre-filter AP 200, en de aan de ionenwisselaar grenzende schijf uit poreus polyethyleen.In a further preferred embodiment, the reservoir, which contains both the cation exchange resin and the mother isotope adsorbent, is divided into two compartments, which are separated from each other by a filter, the periphery of which adjoins the inner wall of the reservoir, whereby in one compartment, which is provided with a feed option for the elution medium, between the feed option and the separating filter is the adsorbent for the mother isotope, which adsorbent is enclosed between the aforementioned sintered glass filter and the separating filter, and wherein In the other compartment, which is provided with an eluate discharge facility, between the separating filter and the discharge option is the cation exchange material, while the space between the adsorbent particles and between the particles of the ion exchanger is filled with a physiological solution. A separating filter suitable for this purpose consists of two filter discs which completely or almost completely cover each other, the x of which adjoining the adsorbent may of course also be used in the currently known isotope generators. pre-filter AP 200, and the porous polyethylene disc adjacent to the ion exchanger.
Tenslotte heeft de uitvinding betrekking op een reservoir voor bovengenoemde generator, welk reservoir zowel het kationen uitwisselende materiaal alsook het 5 adsorptiemiddel voor de moederisotoop bevat. Het is gebleken, dat een dergelijk r ese r vo ir/ïnee r1 èan~ 3 ^ma an den on gekoeld kan worden bewaard,en op ieder gewenst moment gedurende deze periode zonder enige voorbehandeling na beladen en gesteriliseerd te zijn in een generatorsysteem kan worden opgenomen en vervolgens 10 k sn een een radioactief dochterisotoop bevattend eluaat leveren in een hoog rendement. Dit is van voordeel, omdat de reservoirs in voorraad kunnen worden aangemaakt en verzonden naar de leverancier van generatorsystemen, die dan op ieder gewenst moment zonder voorbehandeling een reservoir voor zijn generatorsysteem 15 kan gebruiken; dit betekent een aanzienlijke kostenbesparing.Finally, the invention relates to a reservoir for the above-mentioned generator, which reservoir contains both the cation exchange material and the adsorbent for the mother isotope. It has been found that such a storage container can be stored unrefrigerated for 3 months and can be stored at any time during this period without any pre-treatment after being loaded and sterilized in a generator system. and then deliver 10 k sn an eluate containing a radioactive daughter isotope in a high efficiency. This is advantageous because the reservoirs can be stocked and shipped to the generator system supplier, who can then use a reservoir for his generator system 15 at any time without pretreatment; this means significant cost savings.
De uitvinding zal aan de hand van het volgende uitvoeringsvoorbeeld nader worden toegelicht.The invention will be further elucidated on the basis of the following exemplary embodiment.
In de figuur is een dwarsdoorsnede van een gunstige uitvoeringsvorm van het reservoir van de iso- 20 topengenerator volgens de uitvinding weergegeven. Een in hoofdzaak cylindervormig reservoir van een geschikt inert materiaal zoals glas of polymeer materiaal# bij voorkeur van borosili-caatglas (9), is aan beide uiteinden verwijd en voorzien van een flensdeel (10,13). De openingen aan beide uiteinden van het 25 reservoir zijn afgesloten met rubber stoppen (2, 14), die een flensdeel (11, 15) en een manteldeel (12, 16) bevatten; het flensdeel van de stop ligt aan tegen het flensdeel van het reservoir, terwijl het manteldeel past in de opening van het reservoir. De flensdelen van stop en reservoir zijn door middel 30 van een metalen capsule, bijvoorbeeld een aluminium felscapsule (1, 17) met elkaar verbonden. In het reservoir is een slurry van het adsorptiemiddel (5) in een oplossing van 0,9% NaCl in water aanwezig. Dit adsorptiemiddel bestaat uit A^O^ deeltjes die geheel of gedeeltelijk zijn bedekt met een laagje geheel of 35 partieel gehydrateerd mangaandioxide. In het reservoir is het adsorptiemiddel opgesloten tussen een filter van gesinterd glas (3) van een gemiddelde poreusheid en een filterschijf van glas- 800 0 1 25 -8- vezelpapier (6), nl. een millipore pre-filter AP 200. Voorts is in het reservoir een slurry van de hars Bio-Rad 50W-X8 in de Na+ vorm (8) in een oplossing van 0,9% NaCl in water aanwezig.The figure shows a cross-section of a favorable embodiment of the reservoir of the isotope generator according to the invention. A substantially cylindrical reservoir of a suitable inert material such as glass or polymeric material #, preferably of borosilicate glass (9), is widened at both ends and provided with a flange part (10,13). The openings at both ends of the reservoir are closed with rubber plugs (2, 14) containing a flange part (11, 15) and a jacket part (12, 16); the flange part of the plug abuts the flange part of the reservoir, while the jacket part fits into the opening of the reservoir. The flange parts of plug and reservoir are connected to each other by means of a metal capsule, for example an aluminum flare capsule (1, 17). The reservoir contains a slurry of the adsorbent (5) in a solution of 0.9% NaCl in water. This adsorbent consists of A 2 O 2 particles which are partially or completely covered with a layer of wholly or partially hydrated manganese dioxide. In the reservoir, the adsorbent is enclosed between a medium porosity sintered glass filter (3) and a glass disc of glass fiber 800 0 1 25 -8 fiber paper (6), namely a millipore pre-filter AP 200. a slurry of the resin Bio-Rad 50W-X8 in the Na + form (8) in a solution of 0.9% NaCl in water is present in the reservoir.
De hars is in de Na+ vorm omgezet door een behandeling met NaOH gevolgd door een waterwassing. Deze hars is opgesloten tussen 5 een tegen filterschijf (6) aanliggende filterschijf (7) van poreus polyethyleen en een door een polycarbonaat opsluitring (9) gesteunde filterschijf (18), eveneens van poreus polyethyleen.The resin has been converted to Na + form by treatment with NaOH followed by a water wash. This resin is enclosed between a filter disc (7) abutting a filter disc (6) of porous polyethylene and a filter disc (18) supported by a polycarbonate retaining ring (9), also of porous polyethylene.
Tien van de hiervoor beschreven reser- 10 voirs werden gedurende 3 maanden bewaard en vervolgens.gebruikt voor het volgende experiment.Ten of the previously described reservoirs were stored for 3 months and then used for the next experiment.
Elk reservoir werd beladen met door 99 kernsplijting verkregen molybdeendrager-vrij Mo in de vorm van natriummolybdaat (pH 1,5-10), door de stoppen aan de uit- 15 einden van het reservoir te doorboren, zodat een in- en uit-stroomopening ontstond, en vervolgens een oplossing van het radioactieve natriummolybdaat door de instroomopening (bij A) in het reservoir te laten stromen. Na uitwassen en steriliseren in een autoclaaf gedurende 30 minuten bij 121°C werd de aldus 20 verkregen isotopengenerator in een generatorsysteem geplaatst.Each reservoir was loaded with 99 nuclear fissioned molybdenum carrier-free Mo in the form of sodium molybdate (pH 1.5-10) by piercing the plugs at the ends of the reservoir to provide an inlet and outlet port and then flowing a solution of the radioactive sodium molybdate through the inflow opening (at A) into the reservoir. After washing and sterilizing in an autoclave for 30 minutes at 121 ° C, the isotope generator thus obtained was placed in a generator system.
De radioactiviteit van de isotopengenerator was 1000 mCi.The radioactivity of the isotope generator was 1000 mCi.
Bij gebruik van de generator werd het elutiemiddel toegevoerd door de instroomopening aan het ene uiteinde van het reservoir (bij A), terwijl het eluaat werd afge- 25 laten door de uitstroomopening aan het andere uiteinde van het reservoir. De generatoren werden geëlueerd met steriele isotoni-sche zoutoplossingen (0,9 gew./vol.% NaCl in water) in hoeveelheden van 4,6 of 15 ml, waarbij de in onderstaande tabel aangegeven gemiddelde elutierendementen werden verkregen. 30When using the generator, the eluent was supplied through the inflow opening at one end of the reservoir (at A), while the eluate was discharged through the outflow opening at the other end of the reservoir. The generators were eluted with sterile isotonic saline solutions (0.9 w / v% NaCl in water) in amounts of 4.6 or 15 ml to give the mean elution yields indicated in the table below. 30
TABELTABLE
Eigenschappen van 4,6 ml en 15 ml ^9inTc-bevattende eluaten.Properties of 4.6 ml and 15 ml ^ 9inTc-containing eluates.
elutievolume; 4,6 ml___elutievolume: 15 ml_ elutie gemidd. elutie- elutie gemidd. elutie- __rend.fe)_ -——--rend. (%)_ 1 89,4 1 90,8 2 89,9 2 94,1 80 0 0 1 25 -9- (vervolg tabel) elutievolume: 4,6 ml ___elutievolume: 15 ml elutie gemidd. elutie- elutie gemidd. elutie- __rend. (%)_______rend.(%)_ 3 89,1 3 93,9 5 4 88,6 4 92,4 5 89,6 5 93,3 6 89,6 6 94,2 7 87,2 7 90,9 8 89,3 8 93,1 10 9 89,6’ 9 92,7 10 88,5 10 91,9 analyses: analyses: pH: 6 pH·6 radiochem. zuiverh. > 99% radiochem. zuiverh. > 99% 15elution volume; 4.6 ml - elution volume: 15 ml - elution average. elution elution average. elution- __rend.fe) _ -——-- yielding. (%) _ 1 89.4 1 90.8 2 89.9 2 94.1 80 0 0 1 25 -9- (continued table) elution volume: 4.6 ml elution volume: 15 ml elution average. elution elution average. elution trend. (%) _______ yield. (%) _ 3 89.1 3 93.9 5 4 88.6 4 92.4 5 89.6 5 93.3 6 89.6 6 94.2 7 87.2 7 90.9 8 89.3 8 93.1 10 9 89.6 9 92.7 10 88.5 10 91.9 analyzes: analyzes: pH: 6 pH6 radiochem. purity > 99% radiochem. purity > 99% 15
Mn++: <Q,3/ig/ml Mn++: < 0,3>ig/mlMn ++: <Q, 3 µg / ml Mn ++: <0.3> µg / ml
Al+++: < 0,5/ig/ml Al+++: <0,5>g/ml labelling efficiëntie: labelling efficiëntie: -EHDP 97,8% -EHDP 98,4% -Sb2 S3 97,5% -Sb2 S3 97,0% 20 radionuclidische zuiverh.: radionuclidische zuiverh.: -99Mo < 1 nCi/mCi 99mT<: -99Mo < 2 nCi/mCi 99mTc -l3lI < 1 nCi/mCi 99raTc: -131I < 1 nCi/mCi 99mTc -103Ru < 1 nCi/mCi 99mTc: -i03Ru < 1 nCi/mCi 99inTc steriliteit: steriel steriliteit: steriel 25 apyrogeniteit: pyrogeen-vrij apyrogeniteit: pyrogeen- vri jAl +++: <0.5 / µg / ml Al +++: <0.5> g / ml Labeling efficiency: Labeling efficiency: -EHDP 97.8% -EHDP 98.4% -Sb2 S3 97.5% -Sb2 S3 97, 0% 20 radionuclidean purity: radionuclidean purity: -99Mo <1 nCi / mCi 99mT <: -99Mo <2 nCi / mCi 99mTc -l3lI <1 nCi / mCi 99raTc: -131I <1 nCi / mCi 99mTc -103Ru <1 nCi / mCi 99mTc: -i03Ru <1 nCi / mCi 99inTc sterility: sterile sterility: sterile 25 apyrogenity: pyrogen-free apyrogenity: pyrogen-free
De in bovenstaande tabel weergegeven elutierendementen geven hèt over de tien generatoren gemiddelde percentage van de theoretisch beschikbare 99inTc activiteit weer per elutie, waarbij 30 de generatoren tien maal telkens op achtereenvolgende dagen werden geëlueerd. Er werd dus een hoog elutierendement bereikt, nl. gemiddeld 89,06% ± 2,15 en 92,17% ± 1,64 van de theoretisch beschikbare 99inTc activiteit bij elutie met respectievelijk 4,6 of 15 ml elutiemiddel. 35 800 0 1 25 -10-The elution efficiencies shown in the table above represent the average percentage of the theoretically available 99inTc activity per elution over the ten generators, eluting the generators ten times on consecutive days. Thus, a high elution efficiency was achieved, i.e. an average of 89.06% ± 2.15 and 92.17% ± 1.64 of the theoretically available 99inTc activity upon elution with 4.6 or 15 ml of eluent, respectively. 35 800 0 1 25 -10-
In bovenstaande tabel zijn eveneens de gemiddelde analyseresultaten van de eluaten weergegeven.The above table also shows the average analysis results of the eluates.
De radiochemische zuiverheid werd bepaald met behulp van een papierchromatografische methode; de concentratie aan Mn++ en Al door middel van respectievelijk een spectrofotometrische 5 en een colorimetrische (als quinalizarine complex) methode.The radiochemical purity was determined by a paper chromatographic method; the concentration of Mn ++ and Al by a spectrophotometric and a colorimetric (as quinalizarin complex) method, respectively.
De labelling efficiëntie van ethyleenhydroxydifosfonaat (EHDP) en Sb2Sg bewijst, dat het verkregen 99i"to uitstekend geschikt is voor het bereiden van met ^^c gemerkte verbindingen en derhalve voor alle gewenste toepassingen bruikbaar is. Met een 10 gamma analysator werd de radionuclidische zuiverheid bepaald.The labeling efficiency of ethylene hydroxydiphosphonate (EHDP) and Sb2Sg proves that the resulting 99i "is excellently suitable for preparing compounds labeled with ^ and therefore useful for all desired applications. Radionuclide purity was determined with a gamma analyzer .
Van de radioisotopen 99Mo, 131i en 103Ru konden ten hoogste sporen gedetecteerd worden; andere radionuclidische verontreinigingen werden in het eluaat niet aangetroffen.At most traces of the radioisotopes 99Mo, 131i and 103Ru could be detected; other radionuclide impurities were not found in the eluate.
Uit de weergegeven resultaten blijkt 15 duidelijk, dat de lange bewaartijd van de gevulde reservoirs geen enkele nadelige invloed heeft gehad op het elutierendement en op de zuiverheid van het eluaat.From the results shown it is clear that the long storage time of the filled reservoirs has not had any adverse effect on the elution efficiency and on the purity of the eluate.
In een ander experiment kon eenzelfde isotopengenerator 15 maal met 20 ml van een fysiologische zout- 20 oplossing worden geëlueerd zonder dat het elutierendement ver- Q Q rn anderde of het verkregen technetium eluaat met kationische onzuiverheden was verontreinigd.In another experiment, the same isotope generator could be eluted 15 times with 20 ml of a physiological saline without altering the elution efficiency or contaminating the obtained technetium eluate with cationic impurities.
800 0 1 25800 0 1 25
Claims (16)
Priority Applications (18)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| NL8000125A NL8000125A (en) | 1980-01-09 | 1980-01-09 | PROCESS FOR PREPARING A RADIOISOTOPIC LIQUID FOR RADIOPHARMACEUTICAL USE AND ISOTOPE GENERATOR SUITABLE FOR PREPARING THIS LIQUID |
| BR8100111A BR8100111A (en) | 1980-01-09 | 1981-01-08 | PROCESS FOR THE PREPARATION OF A LIQUID ISOTOPE GENERATOR SYSTEM AND RESERVOIR |
| DE19813100365 DE3100365A1 (en) | 1980-01-09 | 1981-01-08 | METHOD FOR PRODUCING A LIQUID CONTAINING A RADIOISOTOP |
| AT0005581A AT374035B (en) | 1980-01-09 | 1981-01-09 | GENERATION OF RADIOISOTOPES |
| GB8100647A GB2067343B (en) | 1980-01-09 | 1981-01-09 | Generation of radio-isotopes |
| CA000368191A CA1185898A (en) | 1980-01-09 | 1981-01-09 | Isotope generator |
| DK009781A DK154370C (en) | 1980-01-09 | 1981-01-09 | MANUFACTURING RADIOISOTOPES |
| ES498419A ES8204212A1 (en) | 1980-01-09 | 1981-01-09 | Generation of radio-isotopes |
| JP254681A JPS56104250A (en) | 1980-01-09 | 1981-01-09 | Liquid preparation method for radioactive medicine application* device for generating its isotope* and storage tank for device |
| SE8100108A SE8100108L (en) | 1980-01-09 | 1981-01-09 | GENERATION OF RADIOISOTOPES |
| CH137/81A CH661215A5 (en) | 1980-01-09 | 1981-01-09 | METHOD FOR PRODUCING A LIQUID CONTAINING A RADIOISOTOP. |
| IT67014/81A IT1143258B (en) | 1980-01-09 | 1981-01-09 | PROCEDURE AND GENERATOR SYSTEM FOR THE PREPARATION OF ISOTOPES |
| AU66116/81A AU535382B2 (en) | 1980-01-09 | 1981-01-09 | Generation of radioisotopes |
| YU34/81A YU41756B (en) | 1980-01-09 | 1981-01-09 | Method of preparing a liguid for radiopharmaceutical application |
| BE0/203455A BE887034A (en) | 1980-01-09 | 1981-01-09 | PRODUCTION OF RADIO-ISOTOPES |
| FR8100335A FR2473722B1 (en) | 1980-01-09 | 1981-01-09 | PROCESS FOR THE PREPARATION OF A RADIO-ISOTOPIC LIQUID FOR RADIOPHARMACEUTICAL APPLICATION OF A RADIO-ISOTOPE GENERATOR FOR IMPLEMENTING THE METHOD AND RESERVOIR FOR THE SAME |
| YU01196/83A YU119683A (en) | 1980-01-09 | 1983-05-30 | Radio-isotope generation |
| SE8800142A SE8800142L (en) | 1980-01-09 | 1988-01-18 | ISOTOP GENERATOR SYSTEM CONTAINERS |
Applications Claiming Priority (2)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| NL8000125 | 1980-01-09 | ||
| NL8000125A NL8000125A (en) | 1980-01-09 | 1980-01-09 | PROCESS FOR PREPARING A RADIOISOTOPIC LIQUID FOR RADIOPHARMACEUTICAL USE AND ISOTOPE GENERATOR SUITABLE FOR PREPARING THIS LIQUID |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| NL8000125A true NL8000125A (en) | 1981-08-03 |
Family
ID=19834646
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| NL8000125A NL8000125A (en) | 1980-01-09 | 1980-01-09 | PROCESS FOR PREPARING A RADIOISOTOPIC LIQUID FOR RADIOPHARMACEUTICAL USE AND ISOTOPE GENERATOR SUITABLE FOR PREPARING THIS LIQUID |
Country Status (16)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS56104250A (en) |
| AT (1) | AT374035B (en) |
| AU (1) | AU535382B2 (en) |
| BE (1) | BE887034A (en) |
| BR (1) | BR8100111A (en) |
| CA (1) | CA1185898A (en) |
| CH (1) | CH661215A5 (en) |
| DE (1) | DE3100365A1 (en) |
| DK (1) | DK154370C (en) |
| ES (1) | ES8204212A1 (en) |
| FR (1) | FR2473722B1 (en) |
| GB (1) | GB2067343B (en) |
| IT (1) | IT1143258B (en) |
| NL (1) | NL8000125A (en) |
| SE (2) | SE8100108L (en) |
| YU (2) | YU41756B (en) |
Families Citing this family (12)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| AU541543B1 (en) * | 1984-02-24 | 1985-01-10 | Australian Atomic Energy Commission | Treatment of technetium containing solutions |
| DE4231997C1 (en) * | 1992-09-24 | 1994-01-05 | Kernforschungsz Karlsruhe | Process for separating split molybdenum |
| AU2003245546A1 (en) * | 2002-06-19 | 2004-01-06 | Lynntech, Inc. | Generator for 188re |
| US7329400B2 (en) | 2002-06-19 | 2008-02-12 | Lynntech, Inc. | Generator for rhenium-188 |
| JP4907535B2 (en) * | 2004-08-30 | 2012-03-28 | ブラッコ・ダイアグノスティクス・インコーポレーテッド | Containers for pharmaceuticals, especially for use with radioisotope generators |
| DE102004057225B4 (en) * | 2004-11-26 | 2006-10-12 | Johannes-Gutenberg-Universität Mainz | A method and apparatus for isolating a chemically and radiochemically purified 68Ga radionuclide and labeling a label precursor with the 68Ga radionuclide |
| DE102006058542A1 (en) * | 2006-12-12 | 2008-06-19 | Isotopen Technologien München AG | Column system for producing a solution with high specific activity |
| AT505410B1 (en) | 2007-08-07 | 2009-01-15 | Frauscher Josef | PISTON MACHINE |
| US8699651B2 (en) * | 2009-04-15 | 2014-04-15 | Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas Llc | Method and system for simultaneous irradiation and elution capsule |
| DE102009049108B4 (en) * | 2009-10-12 | 2016-12-08 | Johannes Gutenberg-Universität Mainz | Method and apparatus for obtaining a radionuclide |
| US9240253B2 (en) * | 2010-04-07 | 2016-01-19 | Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas Llc | Column geometry to maximize elution efficiencies for molybdenum-99 |
| RU2525127C1 (en) * | 2012-12-27 | 2014-08-10 | Федеральное государственное бюджетное образовательное учреждение высшего профессионального образования "Московский государственный машиностроительный университет (МАМИ)" | Method for sorption extraction of molybdenum |
Family Cites Families (8)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| FR2046951B1 (en) * | 1969-06-20 | 1974-09-06 | Union Carbide Corp | |
| US3749556A (en) * | 1971-08-19 | 1973-07-31 | Medi Physics Inc | Radiopharmaceutical generator kit |
| US3902849A (en) * | 1971-08-19 | 1975-09-02 | Medi Physics Inc | Radioisotope and radiopharmaceutical generators |
| NL165872C (en) * | 1973-02-20 | 1981-05-15 | Byk Mallinckrodt Cil Bv | ISOTOPE GENERATOR FOR THE PRODUCTION OF LIQUIDS CONTAINING 99M TC. |
| US4001387A (en) * | 1973-07-30 | 1977-01-04 | Medi-Physics, Inc. | Process for preparing radiopharmaceuticals |
| GB1531985A (en) * | 1975-03-06 | 1978-11-15 | Radiochemical Centre Ltd | Technetium-99m |
| US4280053A (en) * | 1977-06-10 | 1981-07-21 | Australian Atomic Energy Commission | Technetium-99m generators |
| US4401646A (en) * | 1981-05-08 | 1983-08-30 | University Patents Inc. | Method and apparatus for purifying materials radiolabeled with technetium-99m |
-
1980
- 1980-01-09 NL NL8000125A patent/NL8000125A/en not_active Application Discontinuation
-
1981
- 1981-01-08 BR BR8100111A patent/BR8100111A/en unknown
- 1981-01-08 DE DE19813100365 patent/DE3100365A1/en active Granted
- 1981-01-09 ES ES498419A patent/ES8204212A1/en not_active Expired
- 1981-01-09 SE SE8100108A patent/SE8100108L/en not_active Application Discontinuation
- 1981-01-09 AT AT0005581A patent/AT374035B/en not_active IP Right Cessation
- 1981-01-09 CH CH137/81A patent/CH661215A5/en not_active IP Right Cessation
- 1981-01-09 FR FR8100335A patent/FR2473722B1/en not_active Expired
- 1981-01-09 JP JP254681A patent/JPS56104250A/en active Granted
- 1981-01-09 BE BE0/203455A patent/BE887034A/en not_active IP Right Cessation
- 1981-01-09 GB GB8100647A patent/GB2067343B/en not_active Expired
- 1981-01-09 AU AU66116/81A patent/AU535382B2/en not_active Ceased
- 1981-01-09 YU YU34/81A patent/YU41756B/en unknown
- 1981-01-09 DK DK009781A patent/DK154370C/en not_active IP Right Cessation
- 1981-01-09 CA CA000368191A patent/CA1185898A/en not_active Expired
- 1981-01-09 IT IT67014/81A patent/IT1143258B/en active
-
1983
- 1983-05-30 YU YU01196/83A patent/YU119683A/en unknown
-
1988
- 1988-01-18 SE SE8800142A patent/SE8800142L/en not_active Application Discontinuation
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPS56104250A (en) | 1981-08-19 |
| IT1143258B (en) | 1986-10-22 |
| BR8100111A (en) | 1981-07-21 |
| DK154370C (en) | 1989-04-10 |
| DE3100365A1 (en) | 1981-12-17 |
| YU41756B (en) | 1987-12-31 |
| YU119683A (en) | 1985-04-30 |
| CA1185898A (en) | 1985-04-23 |
| DK154370B (en) | 1988-11-07 |
| IT8167014A0 (en) | 1981-01-09 |
| ATA5581A (en) | 1983-07-15 |
| DK9781A (en) | 1981-07-10 |
| AU535382B2 (en) | 1984-03-15 |
| BE887034A (en) | 1981-05-04 |
| GB2067343A (en) | 1981-07-22 |
| DE3100365C2 (en) | 1990-10-31 |
| SE8100108L (en) | 1981-07-10 |
| AU6611681A (en) | 1982-07-15 |
| ES498419A0 (en) | 1982-04-16 |
| SE8800142D0 (en) | 1988-01-18 |
| CH661215A5 (en) | 1987-07-15 |
| SE8800142L (en) | 1988-01-18 |
| GB2067343B (en) | 1984-09-19 |
| YU3481A (en) | 1983-10-31 |
| FR2473722B1 (en) | 1985-08-16 |
| AT374035B (en) | 1984-03-12 |
| FR2473722A1 (en) | 1981-07-17 |
| ES8204212A1 (en) | 1982-04-16 |
| JPH0119102B2 (en) | 1989-04-10 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| US7087206B2 (en) | Multicolumn selectivity inversion generator for production of high purity actinium for use in therapeutic nuclear medicine | |
| US4859431A (en) | Rhenium generator system and its preparation and use | |
| US5053186A (en) | Soluble irradiation targets and methods for the production of radiorhenium | |
| US5145636A (en) | Soluble irradiation targets and methods for the production of radiorhenium | |
| US3902849A (en) | Radioisotope and radiopharmaceutical generators | |
| JP4162141B2 (en) | Method and apparatus for separating metal element ions in aqueous solution | |
| CA2255573C (en) | Technetium-99m generator system | |
| US5275802A (en) | Tungsten-188/carrier-free rhenium-188 perrhenic acid generator system | |
| US6998052B2 (en) | Multicolumn selectivity inversion generator for production of ultrapure radionuclides | |
| JPS60194399A (en) | Method of treating initial pertechnetium acid salt aqueous solution | |
| NL8000125A (en) | PROCESS FOR PREPARING A RADIOISOTOPIC LIQUID FOR RADIOPHARMACEUTICAL USE AND ISOTOPE GENERATOR SUITABLE FOR PREPARING THIS LIQUID | |
| US4001387A (en) | Process for preparing radiopharmaceuticals | |
| Mushtaq | Inorganic ion-exchangers: Their role in chromatographic radionuclide generators for the decade 1993-2002 | |
| US5729821A (en) | Concentration of perrhenate and pertechnetate solutions | |
| US4206358A (en) | Technetium-99 generators | |
| CA3028243C (en) | Alternating flow column chromatography apparatus and method of use | |
| AU2003230886B2 (en) | Multicolumn selectivity inversion generator for production of ultrapure radionuclides | |
| US6974563B2 (en) | Ion exchange materials for the separation of 90Y from 90SR | |
| US5902566A (en) | Process for producing yttrium-90-labelled protein substrate | |
| Dash et al. | Preparation of a 90Sr-90Y generator using zirconium antimonate | |
| Knapp et al. | Concentration of perrhenate and pertechnetate solutions | |
| JP2966521B2 (en) | Soluble irradiation target and manufacturing method of radioactive rhenium | |
| van der Walt et al. | Separation of Ruthenium and Molybdenum by Cation Exchange Chromatography on Ag 50W-X4 in a Nitric Acid-Ethylenediamine Mixture |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| A1B | A search report has been drawn up | ||
| A85 | Still pending on 85-01-01 | ||
| DNT | Communications of changes of names of applicants whose applications have been laid open to public inspection |
Free format text: MALLINCKRODT DIAGNOSTICA (HOLLAND) B.V. |
|
| BC | A request for examination has been filed | ||
| BV | The patent application has lapsed |